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  • 705 篇 中文
检索条件"机构=哈尔滨工程大学、核安全与仿真技术国防重点实验室"
705 条 记 录,以下是111-120 订阅
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反应堆核热耦合松耦合数值仿真研究综述
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核安全 2023年 第2期22卷 52-58页
作者: 王钦 马占军 王金成 丁铭 海装沈阳局驻葫芦岛地区某军事代表室 葫芦岛125000 海军参谋部核安全评估保障室 北京100000 哈尔滨工程大学核安全与仿真技术国防重点学科实验室 哈尔滨150001
在反应堆运行过程中,包含多个性质不同却相互联系的物理现象,涉及反应堆物理、热工水力、材料、系统控制等专业。本文主要探讨堆芯反应堆物理与热工水力间的相互作用,且主要关注对反应堆安全运行具有重要意义的耦合现象,对核热耦合的松... 详细信息
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加/减速流动下棒束通道内速度分布和湍流特性研究
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原子能科学技术 2021年 第9期55卷 1692-1699页
作者: 李兴 王强龙 邱金荣 侯晓凡 谭思超 武汉第二船舶设计研究所 湖北武汉430205 西安交通大学核科学与技术学院 陕西西安710049 哈尔滨工程大学核安全与仿真技术国防重点学科实验室 黑龙江哈尔滨150001
事故工况及海洋条件下反应堆处于非稳态工况,堆芯燃料组件内热工水力行为复杂多变,对反应堆安全提出了更高挑战,因此有必要对非稳态下燃料组件内流动换热特性开展研究。基于粒子图像测速(PIV)技术,结合远心镜头和脉冲控制器,实现对燃料... 详细信息
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波形板壁面液膜的神经网络及混沌特性分析
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核动力工程 2020年 第4期41卷 60-63页
作者: 王博 陈博文 田瑞峰 柯炳正 李茹 卢川 哈尔滨工程大学核安全与仿真技术国防重点学科实验室 哈尔滨150001 中国核动力研究设计院 成都610213
波形板干燥器是船用核动力系统中重要的汽水分离设备,其壁面上自由下降液膜的流动特性对干燥器的汽水分离效率及船用核动力装置的安全性指标有着较大的影响。基于平面激光诱导荧光技术(PLIF)对不同雷诺数下的壁面薄层液膜厚度进行测量... 详细信息
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低功率条件下低高度差开式自然循环流动模式研究
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核动力工程 2020年 第4期41卷 50-54页
作者: 李毅 孙建闯 彭航 成翔 全标 曹夏昕 周剑 丁铭 中国核动力研究设计院核反应堆系统设计技术重点实验室 成都610213 哈尔滨工程大学核安全与仿真技术国防重点实验室 哈尔滨150001
开式自然循环系统广泛应用于能源和化工领域。在一些特殊条件下,低高度差自然循环系统应运而生,但目前研究并不充分。本文采用蒸汽加热方式,对这类的低高度差开式自然循环系统在低功率水平下的流动模式进行了实验研究,并对其流动模式以... 详细信息
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事故容错燃料UO2-BeO应用于压水堆燃料组件的中子学分析
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原子能科学技术 2020年 第1期54卷 95-102页
作者: 张乾 王超 池晓淼 赵强 哈尔滨工程大学核安全与仿真技术国防重点学科实验室 黑龙江哈尔滨150001 中广核研究院有限公司 广东深圳518031
本文基于中子学角度对典型压水堆中的事故容错燃料UO2-BeO设计进行分析。选取西屋公司的2D燃料组件问题,使用组件计算程序ALPHA对不同体积分数BeO的燃料进行计算。临界及燃耗计算结果表明:在燃料中加入BeO,一方面由于中子吸收,导致反应... 详细信息
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反应堆级钚驱动下钍基高温堆S&B型燃料组件特性分析
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哈尔滨工程大学学报 2020年 第5期41卷 771-776页
作者: 王金成 黄杰 丁铭 哈尔滨工程大学核安全与仿真技术国防重点学科实验室 黑龙江哈尔滨150001 中广核研究院有限公司 广东深圳518026
为了确定反应堆级钚作为钍基高温堆S&B型组件驱动燃料的基本特性,本文以模块式高温气冷堆S&B型燃料组件为研究模型,利用DRAGON程序和JEFF-3.1.1 SHEM-295群截面库进行计算。采用修正四因子公式对钍含量以及钍钚空间分离效应对... 详细信息
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气泡破裂及其夹带特性行为测量综述
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原子能科学技术 2020年 第9期54卷 1617-1624页
作者: 姜娜 虞想 戚文华 王泽平 中国国际工程咨询有限公司 北京100048 哈尔滨工程大学核安全与仿真技术国防重点学科实验室 黑龙江哈尔滨150001
自由液面处气泡破裂造成的液滴夹带现象广泛存在于水冷反应堆中,在事故工况下液池中滞留的气溶胶可通过夹带的方式进入气相中,对释放量的准确计算是源项评估的重要基础。气溶胶最终的释放特性由气泡寿命、液膜厚度及产生的液滴尺寸等参... 详细信息
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基于PCA的主泵传感器状态监测模型
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核动力工程 2020年 第3期41卷 170-176页
作者: 朱少民 夏虹 彭彬森 王岩 王志超 张汲宇 姜莹莹 哈尔滨工程大学核安全与仿真技术国防重点学科实验室 哈尔滨150001 中国核动力研究设计院核反应堆系统设计技术重点实验室 成都610213
核电厂主泵的主、辅系统中布置了大量的传感器,随着主泵的运行,传感器会出现不同程度的老化或故障。为了改善现有核电厂传感器周期性测试和校准方案的不足,提高运行的安全性与经济性,采用主成分分析(PCA)技术对主泵的传感器进行状态监... 详细信息
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直接布雷顿循环气冷反应堆系统运行特性分析
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原子能科学技术 2020年 第7期54卷 1168-1175页
作者: 明杨 易经纬 方华伟 刘凯 赵富龙 谭思超 田瑞峰 哈尔滨工程大学核安全与仿真技术国防重点学科实验室 黑龙江哈尔滨150001 中国核动力研究设计院 四川成都610213
基于Matlab/simulink程序,针对小型直接布雷顿循环反应堆系统,通过模块化思想建立该系统数学物理模型,开发了系统分析程序。通过改变反应堆、透平、压缩机、换热器等关键设备的运行参数或引入阶跃扰动,模拟了系统稳态工况与瞬态变工况运... 详细信息
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5×5棒束通道内流动转捩特性研究
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原子能科学技术 2020年 第12期54卷 2376-2384页
作者: 郝思佳 李兴 祁沛垚 乔守旭 谭思超 王啸宇 哈尔滨工程大学核安全与仿真技术国防重点学科实验室 黑龙江哈尔滨150001 中国核动力研究设计院 四川成都610041
棒束通道的特殊结构导致其内部流动转捩情况较为复杂,探究其内部流动转捩规律具有重要意义。本文针对棒束通道内的流动转捩特性开展实验与CFD模拟研究,通过实验获得了棒束通道内沿程阻力系数的变化规律;采用不同湍流模型进行了数值模拟... 详细信息
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